WWW.LIB.KNIGI-X.RU
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - Электронные материалы
 

Pages:     | 1 || 3 | 4 |

«Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности» _ ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет ...»

-- [ Страница 2 ] --

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 47 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

ВЛИЯНИЕ ПРОСТРАНСТВЕННО-УГЛОВЫХ ХАРАКТЕРИСТИК

ПОЛУПРОВОДНИКОВОГО ДЕТЕКТОРА НА РЕЗУЛЬТАТЫ ГАММАСПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОГО АНАЛИЗА

М.Е. Силаев, Ю.А. Карпов, Д.Г. Витушкин Томcкий политехнический университет, г. Томск, Россия e-mail: silaev@k21.phtd.tpu.ru Одним из важнейших элементов безопасности ядерных объектов и атомных электростанций в частности является обеспечение радиационной безопасности. Нарушение целостности оболочек твэлов приводит к многократному увеличению выхода радионуклидов - продуктов деления в теплоноситель и как следствие - увеличению радионуклидного выброса АЭС. Информация о состоянии оболочек может быть получена из анализа интегральной активности и концентрации радионуклидов в технологических трактах АЭС.

Целью выполненной работы являлось повышение точности измерений активности проб технологических сред системы контроля герметичности оболочек реактора БН-600.

В ходе выполнения работы были решены следующие задачи:

• разработано и изготовлено экспериментальное устройство, предназначенное для изучения влияние пространственно-угловых характеристик полупроводникового детектора на результаты гаммаспектрометрического анализа;



• разработка модели, программы и выполнения расчетного определения геометрических факторов для типовых проб системы контроля герметичности оболочек БН-600;

• подготовлены и проведены эксперименты по изучению влияния пространственно-угловых характеристик полупроводникового детектора на результаты гамма-спектрометрического анализа.

В результате выполнения работы были сделаны следующие выводы:

• экспериментально обнаружено, что смещение пробы от вертикальной оси симметрии детектора приводит к занижению результатов определения активности при использовании концепции ЭЦД, что особенно характерно, для гамма-квантов низких энергий (до 100 кэВ);

• величина обнаруженного эффекта не одинакова для различных направлений размещения источника излучения в системе детектирования;

• значение отклонения в результатах определения активности увеличиваются с увеличением угла отклонения положения ИИ от оси симметрии детектора;

• использование концепции ЭЦД при измерении объмных источников в ряде случаев возможно лишь при выборе соответствующей геометрии измерения или при внесении в результаты измерений соответствующих поправок, влияющих на величину погрешности.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 48 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом РЕАЛИЗАЦИЯ МЕТОДОВ РОР И ЯО НА ЭСГ-2,5 ФГНУ» НИИ ЯФ»

ДЛЯ АНАЛИЗА ВОДОРОДА И ДЕЙТЕРИЯ В

ПРИПОВЕРХНОСТНЫХ СЛОЯХ МАТЕРАЛОВ

В.В. Сохорева, Ю.П.Черданцев* ФГНУ «НИИ ЯФ», г. Томск, Россия *Томский политехнический университет, г. Томск, Россия SOHOREVA@NPI.TPU.RU В энергетике настоящего и будущего водороду и его изотопам отводится значительная роль. Накапливаясь в конструкциях реакторов эти материалы, способствует к их быстрому охрупчиванию и в конечном итоге к разрушению. Это привело к необходимости контролировать содержание этих элементов в конструкционных материалах.





Неразрушающие ядерно-физические методы анализа вещества в настоящее время активно используются для изучения распределения водорода и его изотопов в конструкционных материалах Необходимую количественную информацию об этих легчайших примесях без разрушения образца, как, оказалось, могут дать только ядерно-физические методы, такие как метод ядер отдачи (ЯО) в комплексе с методом Резерфордовского обратного рассеяния (РОР). Исследование поведения водорода и его изотопов в конструкционных материалах проводились на Ускорителе Циклотрон У-120 М ФГНУ»НИИЯФ»[1]. Однако, в настоящее время циклотрон не работает в необходимом для анализа режиме ускорения.

Настоящая работа посвящена исследованию возможности использования электростатического генератора ЭСГ-2,5 МэВ ФГНУ «НИИЯФ» для изучения поведения водорода внедренного в титан [2], путем электролитического насыщения, а также водорода, имплантированного в кремний с энергией 10 кэВ. Используя в комплексе методику ЯО и РОР Были проведены исследования и получены профили концентрации дейтерия и углерода в дейтерированном полиэтилене.

Для определения профилей концентраций водорода и дейтерия пучок ионов +Не, с энергией 2,1 МэВ падал на исследуемый образец под углом 150 к его поверхности. Атомы отдачи регистрировались под углом 300к 4 Не., первоначальному направлению падения ионов полупроводниковым кремниевым спектрометром.

Литература:

1. Чернов И.П., Шадрин В.Н., Анализ содержания водорода и гелия методом ядер отдачи.М.: Энергоатомиздат, 1988. 129 с.

2. Чернов И.П., Черданцев Ю.П., Сохорева В.В., Кобзев А.П. Изучение миграции водорода в титане под действием ускоренных ионов гелия// Поверхность. Рентгеновские синхротронные и нейтронные исследования, 2005, № 4, с 17-21.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 49 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

МОДЕЛИРОВАНИЕ ГЕНЕРАЦИИ ИЗЛУЧЕНИЯ СМИТА-ПАРСЕЛЛА

PIC-КОДОМ KARAT К.П. Артмов, В.В. Рыжов, Д.А. Шкитов* Институт сильноточной электроники СО РАН *Томский политехнический университет В последнее время особое внимание привлекает возможность получения когерентного излучения Смита-Парселла от периодических структур для создания легко настраиваемых и компактных источников. В работе проведено моделирование генерации ИСМ методом крупных частиц электромагнитным PIC (particle-in-cell) кодом KARAT [1].

Исследована зависимость мощности ИСМ для решток различных форм, которая качественно согласуется с экспериментальными данными [2].

Литература:

1. Tarakanov V.P. "User's Manual for Code KARAT". Springfield: BRA, 1992

2. Kalinin B.N., Karlovets D.V., Kostousov A.S., Naumenko G.A., Potylitsyn A.P., Saruev G.A., Sukhikh L.G. Comparison of Smith-Parcell radiation characteristics from gratings with different profile. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 252 (2006) 62-68 ___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 50 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

X-RAYS GENERATED BY BETATRON’S ELECTRONS IN INTERNAL

WAVEGUIDE TARGET

V.V.Kaplina, V.V.Sohorevaa, S.R.Uglova, O.F.Bulaevb, A.A.Voroninb, M.Piestrupc, C.Garyc a Federal State Scientific Institution "Nuclear Physics Institute", Tomsk, Russia b Federal State Scientific Institution "Institute of Introscopy", Tomsk, Russia c Adelphi Technology Inc., 981-B Industrial Road, San Carlos, California 94070 The thin-film x-ray waveguides have been investigating (see, for example, [1,2] as a one from the possible ways for the production of x-ray microbeams by means of high gain compression of x-ray beam incident on the waveguides and transmitting them in the guided modes of motion.

In this work we present our first attempt to use the waveguide as a x-ray source at grazing incidence of the relativistic electrons on a W-C-W three-film nanostructure created on a thin Si substrate. The experiment was carried out at Tomsk betatron B-35. Such new type stratified target excited by relativistic electrons was mounted on goniometer head inside the betatron toroid. The target is consisted of the W-C-W layers placed on Si substrate. We have observed xray emission from x-ray waveguide radiator excited by 20-33 MeV electrons.

The measured angular distributions of the radiation generated in the waveguide radiator by betatron’s electrons have shown the waveguide effect of the threelayer structure on x-rays generated in the radiator. The effect proved in an angular distribution of radiation as an additional narrow peak of guided x-rays intensity inside a wide cone of usual Bremsstrahlung. At decreasing the angle between the electron beam and waveguide directions the intensity of the guided x-rays increases, is maximal when the waveguide radiator is aligned almost along the electron beam direction the contribution of the guided x-rays defines the shape and position of maximum of the angular distribution of whole generated radiation.

This work was supported by the Russian Foundation for Basic Research (Project No.04-02-17-580).

REFERENCES:

1. F.F. Komarov and M.A. Kumahov, Surface (USSR), N.3, P.5-12 (1986).

2. W. Jark, A. Cedola, S. Di Fonzo et al, Appl. Phys. Letters, V.78, N.9, P.1192ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 51 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

PARAMETRIC X-RAYS GENERATED BY ELECTRONS IN

MULTILAYER MIRRORS MOUNTED INSIDE A BETATRON

V.V.Kaplina, S.R.Uglova, V.V.Sohorevaa, O.F.Bulaevb, A.A.Voroninb, M.Piestrupc, C.Garyc, M.Fullerc a Federal State Scientific Institution "Nuclear Physics Institute", Tomsk, Russia b Federal State Scientific Institution "Institute of Introscopy", Tomsk, Russia c Adelphi Technology Inc., 981-B Industrial Road, San Carlos, California 94070 Characteristics of tunable, monochromatic x-rays from thin multilayer mirror used as radiator mounted inside a 33 MeV betatron chamber have been measured. Parametric x-ray radiation (PXR) was generated by 20-33 MeV electrons passing through the radiators consisted of a few hundreds of W/B4C bilayers with period of 12.3; 14.86 18, 30 and 48 A.

The experimental setup was created on the base of the 35 MeV Tomsk Research Institute of Introscopy betatron, model B-35. The 60 keV electrons are injected into the ceramic toroid of the betatron and accelerated to the desired energy to a stable orbit R=245 mm by means of a rising magnetic field. The electrons are then dumping on an internal radiator by an additional magnetic field of 30 us duration. That is moving the equilibrium orbit of the electrons so that the electrons strike the edge of the radiator. If the radiator is thin enough the electrons can then recirculate through the radiator many times, resulting in increased emission but also increased electron beam emittance. The repetition rate of the betatron was 50 Hz, the electron-beam divergence was less then 0.3 mrad. The radiator were supported by a goniometer. PXR emitted from the radiator passed through 50 um Mylar window, vacuum channel and was detected by a Si detector. The detector was placed at the angle in the range of 5-9 with respect to the electron beam direction (or direction of Bremsstrahlung emission) that was changed by means of changing the azimuthal position of the radiator into the betatron chamber. The detector was 150 cm from the radiator. The detector aperture was 6 mm2, the energy resolution at the Am line (13.4 keV) was about 240 eV. The set of PXR spectra were obtained at rocking the multilayer radiators relative to direction of the electron-beam dumping on the internal radiators mounted inside betatron toroid. The results are compared with the data on PXR generated in Si crystals and pyrolitic graphite.

This work was supported by the US Civilian Research and Development Foundation (Project No.RUP2-581-TO-05).

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 52 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция2 Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом

РАДИАЦИОННОЕ ЗАРЯЖЕНИЕ ИЗОЛЯЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ

В УСЛОВИЯХ ИХ ИНТЕНСИВНОГО ОБЛУЧЕНИЯ

Соловьев Ю.А.

Северская государственная технологическая академия, yusoloviev@mail.ru Радиационная электризация изоляционных материалов, входящих в состав электронной аппаратуры, является существенным фактором нарушения электромагнитной совместимости (ЭМС) прибора.

Наиболее характерными примерами проявлений проблемы ЭМС могут быть такие явления, как:

- отказы систем контроля и управления АЭС;

- отказы систем контроля и управления на производстве.

Одним из источников электромагнитных импульсов является электростатический разряд, развивающийся в поле объемного заряда.

Объемные заряды могут возникать в слабопроводящих средах под действием ионизирующих излучений. Энергия разрядного импульса при этом определяется величиной заряда, освобождающегося в процессе разряда.

В данной работе приводятся результаты экспериментальных и расчетных исследований влияния интенсивности облучения диэлектриков заряженными частицами на основные параметры факторов электризации.

Показано, что даже при облучении потоками электронов и протонов средних значений интенсивностей необходимо учитывать радиационно-стимулированное изменение температуры образцов.

Характерной особенностью процесса объемного заряжения в данном случае является наличие экстремумов на основных функционалах электрического поля объемного заряда. Так при плотности тока 1 нА/см2 плотность объемного заряда достигает максимума через 70 секунд после начала облучения и составляет 0,7 Кл/м3. Дальнейшее облучение ведет к снижению плотности объемного заряда. Значения функционалов электрического поля объемного заряда зависят также и от исходной температуры образцов. Увеличение интенсивности облучения и снижение температуры ведет также к уменьшению размеров разрядных структур, вызывая изменение амплитудно-частотных характеристик помех. Величина заряда, освобождающегося в процессе электростатического пробоя, определяется в результате конкуренции процессов накопления заряда и скорости развития канала пробоя.

Полученные результаты описываются в рамках феноменологической модели. Расчет в рамках данной модели позволяет объяснить возможное изменение направления токов в цепи облучаемого диэлектрика, а также кинетику пробега заряженных частиц при высоких плотностях энерговыделения.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 53 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ГИДРОТЕРМАЛЬНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ

РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС

Авраменко В.А., Голуб А.В., Добржанский В.Г., Дмитриева Е.Э., Егорин А.М., Железнов В.В., Сергиенко В.И., Шматко С.И.

Институт химии Дальневосточного отделения РАН, 690022, Владивосток, пр.100-летия Владивостока, 159 E-mail avoit@ich.dvo.ru Гидротермальные процессы в последнее время все шире используются в химической технологии. Одно из важных применений гидротермальных технологий – переработка радиоактивных отходов.

Работы в этом направлении уже ведутся в различных научных центрах мира. Переработка кубовых остатков АЭС с использованием гидротермальных технологий на стадии окисления кубовых остатков для деструкции органических комплексов, связывающих долгоживущие радионуклиды и препятствующих применению сорбционных технологий, является одним из таких применений.

В докладе рассмотрены возможности различных методов окислительной деструкции органических комплексообразователей, мешающих селективному извлечению «коррозионных» радионуклидов (60Со, 54Mn и др. из кубовых остатков АЭС). Показано, что гидротермальное окисление перекисью водорода при температурах 200С во много раз превосходит по эффективности такие методы как озонирование, фотокаталитическое и электрохимическое окисление.

Приведены результаты проточного гидротермального окисления модельных растворов и реальных кубовых остатков в лабораторных условиях. Показано, что образующиеся в процессе переработки твердые радиоактивные отходы имеют кристаллическую структуру и характеризуются минимальной выщелачиваемостью радионуклидов (меньшей, чем у остеклованных отходов). Описан стенд для испытания гидротермальной технологии в условиях АЭС и приведены результаты стендовых испытаний гидротермальной технологии переработки кубовых остатков АЭС на Нововоронежской АЭС в мае-ноябре 2006 г.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 54 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ГЕТЕРОГЕННО-КАТАЛИТИЧЕСКОЕ РАЗЛОЖЕНИЕ ЭДТА НА

УГЛЕРОДНЫХ МАТЕРИАЛАХ В АЗОТНОКИСЛЫХ СРЕДАХ

Железнов В.В., Авраменко В.А., Машковский А.А., Костин В.И., Ковшун А.А., Войт А.В., Суховерхов C.В.

Институт химии Дальневосточного отделения РАН, 690022, г.Владивосток, пр. 100-летия Вл-ка, 159, E-mail avoit@ich.dvo.ru В проблеме переработки жидких радиоактивных отходов отдельной задачей является удаление из них ряда органических и неорганических соединений - комплексонов, щавелевой кислоты, гидразина, азотистоводородной и азотной кислот. Наибольший интерес вызывают способы удаления, не увеличивающие объем твердых радиоактивных отходов, в частности, использование каталитических окислительно-восстановительных процессов. В обзоре [1] приведен пример использования активированных углей и платинированных силикагелей, как катализаторов разложения комплексонов.

Настоящая работа направлена на определение каталитических свойств углеродных волокон (АНМ) для процесса окисления Трилона Б и комплексов никеля и кобальта c ЭДТА в азотнокислых средах, а также сравнение АНМ с известными катализаторами (БАУ, Сибунит).

В результате исследования определены зависимости констант скорости реакций разложения Трилона Б на углеродных материалах АНМ и Сибуните от температуры. Энергия активации, найденная из этих зависимостей для АНМ составляет 61,6 кДж/моль, что практически совпадает с данными, опубликованными в работе [2] для каталитического разложения ЭДТА на активированном угле (БАУ) и платинированном силикагеле. Для Сибунита энергия активации составила 81,6 кДж/моль.

Показано, что полупериод термодеструкции линейно зависит от площади поверхности испытанных углеродных материалов.

Рассмотрены скорости деструкции комплексов ЭДТА с кобальтом и никелем.

Обсуждены возможные механизмы протекания реакций и влияние устойчивости комплексов на термодеструкцию. Работа выполнена при поддержке гранта РФФИ 06-03-96201.

Литература:

1 Ананьев А.В., Тананаев И.Г., Шилов В.П. Гетерогенно-каталитические окислительно-восстановительные реакции в химии и технологии ядерного топливного цикла// Успехи химии, 2005. №74 (11). c. 1132-1155.

2. Шилов В.П., Дзюбенко В.И., Астафурова Л.Н., Крот Н.Н. Гетерогеннокаталитическое разложение комплексонов// Журнал прикладной химии, 1990. №2. с. 348-353.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 55 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ВОЛОКНИСТЫЕ МЕТАЛЛОУГЛЕРОДНЫЕ СОРБЕНТЫ ДЛЯ

ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Авраменко В.А., Железнов.В.В., Майоров В.Ю. Сокольницкая Т.А.

Институт химии Дальневосточного отделения РАН, 690022, Владивосток, пр.100-летия Владивостока, 159 E-mail avoit@ich.dvo.ru Селективные сорбенты для очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) различных типов широко применяются в практике.

Наибольшее распространение получили селективные сорбенты для извлечения радионуклидов цезия, поскольку для ионообменных технологий очистки ЖРО основной проблемой является именно удаление последних из очищаемых растворов. Чаще всего в процессах селективной сорбции радионуклидов цезия используются различные варианты ферроцианидных сорбентов. Промышленные ферроцианидные сорбенты имеют ряд ограничений при использовании. Во-первых, это значительная коллоидная неустойчивость композитных ферроцианидных сорбентов, связанная с пептизацией микрочастиц ферроцианидов, приводящая к уменьшению реальной динамической емкости сорбента в сорбционных фильтрах. Во-вторых, ограниченная скорость сорбции радионуклидов цезия на гранулированных ферроцианидных сорбентах.

Использование в качестве матриц для композитных ферроцианидных сорбентов активированных углеродных волокон позволяет получить сорбенты с высокими кинетическими свойствами, позволяющие работать при максимальных скоростях потока очищаемого раствора. Тем не менее, коллоидная устойчивость таких сорбентов в значительной степени зависит от химии поверхности углеродных волокон.

В докладе описан способ получения металлоуглеродных волокон и ферроцианидных сорбентов на их основе. Полученные сорбенты имеют высокую коллоидную устойчивость, обеспечивающую высокие коэффициенты разделения радионуклидов и высокую скорость сорбции, обеспечивающую работу при линейных скоростях потока до 100 м/час.

Изучена стабильность системы волокнистая металлоуглеродная матрица - наночастица ферроцианидов переходных металлов в растворах нитратов натрия и аммония и метабората натрия с солесодержанием до 250 г/л и показано, что устойчивость получаемых ферроцианидных сорбентов значительно выше, чем сорбентов, получаемых методами традиционного ионообменного синтеза.

Приведены примеры практического использования разработанных сорбентов в процессах очистки ЖРО хранилищ отработанных топливных контейнеров на объектах ТОФ и ФГУП «ДальРАО» в 2006 году.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 56 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

КОМПЬЮТЕРНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО

ОПРЕДЕЛЕНИЮ ВЛИЯНИЯ СОСТАВА МАТРИЦЫ НА СКОРОСТЬ

СЧЁТА ПАССИВНОЙ УСТАНОВКИ НЕЙТРОННОГО КОНТРОЛЯ

А.В. Зайцев, Е.А. Парфентьев ФГУП ПО Маяк, г. Озрск При измерениях количества ядерных материалов (ЯМ) в отходах с использованием пассивной установки нейтронного контроля (УНК) контролируемый ЯМ, излучающий нейтроны, может быть в матрице из другого материала. В этом случае скорость счта нейтронов будет зависеть не только от вида и состава ЯМ, но и от вида и состава матрицы, что повлияет на метрологические характеристики МВИ количества ЯМ в отходах.

Такие данные можно получить при измерениях с реальными образцами отходов ЯМ, методом физического моделирования или методом математического моделирования УНК и проводимых на ней экспериментов.

В работе соответствующая оценка сделана методом математического моделирования при геометрии измерений, при внешнем источнике нейтронов и его положениях в УНК, имевших место в экспериментах, проведенных специалистами предприятия с использованием метода физического моделирования.

Насыпная плотность отходов ЯМ может изменяться в достаточно широких пределах, поэтому зависимость скорости счта нейтронов от плотности материалов матрицы (полиэтилен, графит, карбид бора) рассчитана во всм диапазоне изменения плотностей этих материалов. Как показали расчты, наполнение контейнера полиэтиленом приводит к уменьшению скорости счта, а при заполнении графитом и карбидом бора плотностью примерно до 1,2 – 1,3 г/см3 наблюдается незначительное увеличение, а затем уменьшение скорости счта нейтронов, что согласуется с экспериментальными данными.

Полученные зависимости подтвердили необходимость учта влияния вида и состава матрицы на метрологические характеристики МВИ количества ЯМ в отходах.

Результаты работы свидетельствуют о возможности значительного уменьшения количества измерений и объма экспериментальных работ в опытах по определению влияния матриц разного состава на скорость счта нейтронов установки нейтронного контроля методом физического моделирования.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 57 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

К ОЦЕНКЕ МИНИМАЛЬНОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ГОРЮЧИЕ

ГАЗЫ ДЛЯ ИНИЦИИРОВАНИЯ ДЕТОНАЦИИ

К.О. Сабденов Томский политехнический университет Практический интерес в целях взрывобезопасности на промышленных предприятиях атомной энергетики и других отраслей промышленности представляет числовая оценка минимального воздействия на горючую смесь, которое может вызвать детонацию (разумеется, здесь речь идет о поиске некоторого критерия в числовом выражении).

Существующие экспериментальные данные можно обобщить в виде двух механических критериев инициирования детонации [5]:

M*1 0,56MD, M*2 0,35MD, (1) где M1, M2, MD – числа Маха инициирующей ударной волны и детонационной волны Чепмена – Жуге.

Первое соотношение из (1) рекомендуется применять для неограниченных газовых смесей, где развитие турбулентности не стимулировано твердыми поверхностями. Второе равенство дает удовлетворительные результаты по инициированию детонации в трубах с гладкими стенками [5].

В представляемой работе показано, что условиям (1) можно найти теоретическое объяснение на основе анализа детонационной адиабаты.

Первому равенству на ней отвечает ударная волна с перепадом давления, соответствующей минимальной скорости детонации. Второму равенству – с перепадом давления, реализующимся при горении в постоянном объеме.

Найденные формулы имеют вид,. (2) 1 M 2 M D M 1 M D 0,7 M D Как видно, оценки (2) попарно не сильно различаются от соотношений (1).

В формулы (2) необходимо внести еще поправочные эмпирические коэффициенты c1 0,8 и c2 0,7, т.к. в реальности физическое состояние газа в месте возможного возникновения детонации оказывается сложной.

Факт существенного различия в силе инициирующей ударной волны и в головной части стационарной детонационной волны объясняется тем, что минимальное воздействие переводит состояние горения в область притяжения аттрактора стационарной детонации.

Литература Васильев А.А. Оценка критических условий перехода горения в 1.

детонацию // Физика горения и взрыва. – 2006. – Т. 42, № 2. – С.

91-96.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 58 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

К ОЦЕНКЕ КОНЦЕНТРАЦИОННЫХ ПРЕДЕЛОВ

ВОЗНИКНОВЕНИЯ ГОРЕНИЯ

К.О. Сабденов Томский политехнический университет Концентрационный предел существования пламени проявляется как внезапное прекращение горения при отклонении горючего состава от стехиометрического значения [1]. Несмотря на важное прикладное значение в вопросах пожаро- и взрывобезопасности, удовлетворительная теория этого явления до сих пор не разработана.

Ю.У. Линнет, Ю.С. Симпсон, Б. Льюис и Г. Эльбе пришли к мнению, что решающее влияние на режим горения вблизи концентрационных пределов играют конвективные потоки [1]. При этом условием прекращения горения является превышение числа Карловица K критической величины [1]. Для сферического пламени диаметра d число K = 0/(dunb), где un – нормальная скорость пламени; – коэффициент температуропроводности; 0, b – плотности свежей смеси и продуктов горения. Прекращение горения может произойти и в случае распространении пламени в газе с характерным градиентом скорости потока gu [2]. Тогда K = gu/(un2). Оба выражения для K равносильны.

В настоящей работе дается обоснование тепловой природы явления существования концентрационных пределов. Суть предлагаемого объяснения заключается в том, что ответственным за существование предела является тепловой эффект Q химической реакции, для которого получено приближение 12, (1) Q Qst 1 1 где – коэффициент отклонения от стехиометрического состава с тепловым эффектом Qst. Снижение Q в пределах и 0 уменьшает температуру пламени и увеличивает потери тепла конвективными потоками. Это означает рост числа K, и в дальнейшем достижение критического значения Kcr, за которым горение прекращается.

Полученные данные по зависимости скорости горения и условиям наступления предела горения удовлетворительно согласуются с экспериментальными данными.

Литература:

1. Льюис Б., Эльбе Г. Горение, пламя и взрывы в газах: Пер. с англ. – М.:

Мир, 1968. – 592 с.

2. Климов А.М. Ламинарное пламя в турбулентном потоке // Журнал прикладной механики и технической физики. – 1963. – №3. С. 49-58.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 59 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ОРГАНИЗАЦИЯ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНО-ОПАСНЫХ

ОБЪЕКТОВ Н.С. Чигирва, М.Д. Носков Северская государственная технологическая академия Обеспечение безопасности потенциально опасных объектов от несанкционированных действий (НСД) различного рода нарушителей требует создания автоматизированных систем физической защиты (СФЗ), при котором следует решить ряд основных задач: предупреждение, своевременное обнаружение и пресечение противоправных действий, замедление продвижения нарушителя, задержание лиц, причастных к подготовке или совершению НСД и другие [1].

Важнейшей составной частью СФЗ является комплекс программных и инженерно-технических средств охраны (ИТСО), который включает в себя системы контроля и управления доступом персонала, охранной сигнализации, оперативной связи и оповещения, телевизионного наблюдения, а также обеспечивающие системы (освещения, электропитания и др.) [2]. Кроме того, в рамках создания систем физической защиты должны разрабатываться и выполняться правовое и нормативное обеспечение СФЗ, анализ уязвимости объекта и оценка эффективности существующей СФЗ, подготовка на их основе предложений по совершенствованию СФЗ, подготовка персонала СФЗ, защита информации в СФЗ, эксплуатация инженерно-технических средств.

Применение анализа уязвимости и моделирования функционирования СФЗ при построении системы безопасности позволяет на ранних стадиях выбрать оптимальный вариант комплекса ИТСО, обладающий достаточно высокой эффективностью при минимальных затратах на его создание и внедрение в систему охраны объекта, что дает возможность избежать излишних затрат на создание и эксплуатацию системы при условии выполнения ею своих функций. Таким образом, создание эффективных систем физической защиты требует комплексного научного подхода.

Литература:

Мишин Е.Т., Оленин Ю.А.,Капитонов А.А."Системы безопасности 1.

предприятия - новые акценты // Конверсия в машиностроении, 1998, № 4.

Алаухов С.Ф., Коцеруба В.Я. Вопросы создания систем физической 2.

защиты для крупных промышленных объектов // Системы безопасности, 2001, № 41, С. 93.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 60 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ОБРАЩЕНИЕ С ТРИТИЙСОДЕРЖАЩИМИ ОТХОДАМИ И

ОРГАНИЗАЦИЯ РЕЦИКЛА ТРИТИЯ

Веретенникова Г.В., Сазонов А.Б., Магомедбеков Э.П.

Российский Химико-Технологический Университет им. Д.И. Менделеева Одной из проблем развития ядерных технологий является утилизация радиоактивных отходов органической природы, к числу которых относятся вакуумные масла, загрязненные тритием. Вследствие высокой активности (она может достигать 103 Ки/кг [1]) такие масла не подлежат возврату на нефтебазы, а накапливаются и хранятся на территориях соответствующих цехов и в могильниках. В последние годы в ряде стран ведется поиск наджного и экологически безопасного способа переработки тритийсодержащих масляных отходов [2, 3].

Изучен механизм взаимодействия трития с углеводородами минеральных масел в присутствии продуктов их медленного окисления.

Экспериментально установлено, что образующиеся в процессе эксплуатации масел кислородсодержащие примеси играют роль ловушек, способных связать более 95% химически связанного трития.

Продемонстрирована высокая эффективность адсорбционного метода концентрирования трития из отработанных масел. Показано, что более 90% трития может быть возвращено в технологический цикл путем адсорбции тритийсодержащих компонентов масла на цеолитах. Для переработки активного адсорбента предложен метод каталитического окисления адсорбированной фракции масла непосредственно на цеолите.

Проведена серия экспериментов по окислению адсорбированных тритийсодержащих примесей кислородом воздуха при 400-600 С.

Показано, что при выборе соответствующих условий (температура, расход воздуха, время окисления, использование эффективного катализатора дожигания углеводородных газов) достигается практически полная конверсия трития, т.е. перевод его в форму НТО и далее, при необходимости, в НТ. Доказана возможность многократного использования цеолита т.е., уменьшения объема твердых отходов.

Использование процессов адсорбции и каталитического окисления тритийсодержащих соединений позволяет предложить технологию рецикла трития и снизить радиационную опасность, связанную с хранением высокоактивных масляных отходов.

Литература:

1. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К. Сборник докладов международного семинара «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами IHISM-01». – Саров, 2002, с. 294-303.

2. Klasson K.T., Taylor P.A., Cummins R.L., Evans B.S. Removal of Mercury and Tritium from DOE Waste Oils. – ReportofOakRidgeNationalLaboratoryORNL/TM-13751.1999.

3. Braet J, Bruggeman A. Oxidation of Tritiated Organic Liquid Waste. 7-th International Conference of Tritium Science and Technology. Baden-Baden, Germany, 2004. – Book of Abstracts, p. 51.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 61 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ОБ ОДНОМ ПОДХОДЕ К КОЛИЧЕСТВЕННОЙ ОЦЕНКЕ

ЗАЩИЩЕННОСТИ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ТОПЛИВНОМ

ЦИКЛЕ А. Шмелв, Е. Куликов, В. Апсэ, Г. Куликов, В. Артисюк* Московский инженерно-физический институт, Москва, shmelan@mail.ru *Обнинсий государственный технический университет атомной энергетики, Обнинск При выборе критериев защищнности делящихся материалов (ДМ) от неконтролируемого распространения в настоящем докладе сделана попытка учесть особенности физического принципа создания надкритического состояния ДМ в ядерном взрывном устройстве имплозивного типа.
Преимуществом этого подхода является то, что он не требует никаких сведений о конструктивных особенностях ядерного взрывного устройства.Рассматриваемый физический принцип перевода подкритического ДМ в надкритическое состояние основан на его обжатии с помощью взрыва, направленного внутрь (принцип имплозии). Это обеспечивается путем подрыва обычного взрывчатого вещества, окружающего ДМ. Предлагаемая защита ДМ от использования в такого рода устройствах базируется на внесении в состав ДМ (здесь рассматривается плутоний) его изотопа 238Pu, интенсивно генерирующего тепло в процессе –распада [1]. Оценивается требуемая мощность источника тепловыделения, чтобы температура обычного ВВ, используемого для обжатия ДМ, оказалась неприемлемо высокой. В качестве главного механизма, определяющего разрушение этого ВВ, рассматривается пиролиз. Скорость реакции пиролиза ВВ оценена в соответствии с уравнением Аррениуса [2].Сформулировано следующее основное положение, определяющее защищенность ДМ: мощность источника тепловыделения в ДМ должна быть такой, чтобы перепад температур на слое обычного ВВ в имплозивном ядерном взрывном устройстве был не меньше разницы между температурой интенсивного пиролиза и температурой охлаждающей среды.

Литература

1. G. Kessler. Plutonium Denaturing by 238Pu, Nuclear Science and Engineering, 155, 53 (2007).

2. Wolfgang Stiller. Arrhenius Equation and Non-Equilibrium Kinetics, 100 Years Arrhenius Equation, BSB B.G. Teubner Verlagsgesellschaft, Leipzig, 1989.(В.

Штиллер. Уравнение Аррениуса и неравновесная кинетика. Пер. с англ., М., Мир, 2000).

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 62 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПРИГОДНОСТИ ЗОЛЫ И ШЛАКА УГЛЕЙ

КУЗБАССКОГО БАССЕЙНА ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА

СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ

Каратаев В.Д., Маслюков В.В., Мельникова Е.С., Шура Л.П.

Томский политехнический университет В строительстве жилых зданий широко используются материалы на основе золы и шлака. При проведении полной эколого-гигиенической экспертизы строительных материалов исследование на содержание радионуклидов является обязательным. Регламентирующими документами для принятия решения о соответствии строительных материалов гигиеническим нормативам являются НРБ-99, ОСПОРБ-99 и ГОСТ 30108В настоящей работе была решена задача определения удельной активности естественных радионуклидов (ЕРН) в пробах золы и шлака углей Кузбасского бассейна, которые планируется использовать для производства цемента. Основными дозообразующими радионуклидами в этом типе сырья являются: Ra226, Th232, продукты их распада и K40. Анализ проб на содержание ЕРН проведен методом инструментальной гамма спектрометрии с использованием полупроводникового гамма спектрометра на основе германиевого детектора типа ДГДК-100В с энергетическим разрешением 4 кэВ по линии 662 КэВ (137Cs). Измерение активности проб и соответствующая калибровка спектрометра произведена в геометрии «цилиндрическая кювета», объмом 250 мл. Погрешность полученных результатов не превышала 20%.

По результатам исследования установлено, что удельная массовая активность в пробах золы и шлака составляет 33 - 61 Бк/кг, 11 - 40 Бк/кг и 43 - 106 Бк/кг по Ra226, Th232 и K40, соответственно. Для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс радиационной опасности) эффективная удельная активность (А ) природных радионуклидов не должна превышать 370 Бк/кг [1]. Максимальная эффективная удельная активность исследуемых проб золы и шлака составила 106 Бк/кг.

Таким образом, можно сделать заключение, что сырье, подвергнутое гамма - спектрометрическому анализу, соответствует гигиеническим нормативам и может быть использовано для производства строительных материалов.

Литература:

1. ГОСТ 30108-94 Материалы и изделия строительные. «Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов».

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 63 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

СПЕЦИАЛЬНОСТЬ «БЕЗОПАСНОСТЬ И НЕРАСПРОСТРАНЕНИЕ

ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ» - РАЗВИТИЕ ЛУЧШИХ ТРАДИЦИЙ

КАФЕДРЫ «ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ» ФТФ

Бойко В.И., Шаманин И.В., Силаев М.Е.

Томcкий политехнический университет Проблемы безопасности и нераспространения существовали в ядерной отрасли всегда, однако в конце 20 века они приобрели особенно острый характер, что обусловлено объективными причинами технического, экологического и политического характера.

Базовый атрибут любой культуры (в частности культуры нераспространения) – это способность системы к воспроизводству специалистов - ее носителей. В рамках системы национальных гарантий одним из ключевых компонентов существования и развития культуры безопасности и нераспространения ядерных материалов является создание и расширение системы подготовки специалистов в этой области знаний.

Недостаток высококвалифицированных специалистов в настоящее время является сдерживающим фактором развития системы национальных гарантий в целом, как в России, так и в других государствах. Проблему нехватки специалистов в сфере безопасности и нераспространения еще более обостряет необходимость перехода на новые методы и принципы учета, контроля и физической защиты ЯМ, внедрение новых современных технических систем в этой области. В связи с этим Агентство по образованию РФ поручило двум вузам (Московскому инженернофизическому институту и Томскому политехническому университету) начать подготовку таких специалистов. МИФИ и ТПУ, на сегодняшний день, являются единственными вузами в России, ведущими подготовку квалифицированных кадров в области безопасности и нераспространения ядерных материалов.

Новая инженерная программа находится в стадии становления и развития. В настоящее время в реализации программы помимо Томского политехнического университета принимают участие Департамент энергетики США, национальные лаборатории США - Тихоокеанская северо-западная национальная лаборатория, Лос-Аламосская национальная лаборатория, Монтерейский институт международных отношений, Московский инженерно-физический институт, Шведский ядерный инспекторат, Сибирский химический комбинат и др.

Знания, получаемые при обучении по специальности «Безопасность и нераспространения ядерных материалов», являются достаточно универсальными и имеют обширную область применения, обеспечивающую громадные возможности их практического приложения.

Поэтому новая специальность на кафедре «Физико-энергетические установки» становится в ряды лучших не только в Томском политехническом университете, но и во всей структуре высшего образования России.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 64 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

СНИЖЕНИЕ БЕЗВОЗВРАТНЫХ ПОТЕРЬ УРАНА С

ПРОИЗВОДСТВЕННЫМИ СТОКАМИ

Ю. В. Островский 1, Г.М. Заборцев2, Е.В. Выходцев3, А. Л. Хлытин 3 1) ФГУП НГПИИ ВНИПИЭТ, 2)ООО НПЦ ЭЙДОС, 3) ОАО НЗХК В процессе производственной деятельности ряда предприятий образуются урансодержащие сточные воды, которые, как правило, после нейтрализации суспензией гашной извести сбрасываются на спецполигоны. Технология эффективного извлечения урана из производственных стоков различного состава не разработана, ввиду его низкой концентрации и многообразия ионных форм, в которых уран может присутствовать. Существует реальная необходимость в универсальном способе, который позволил бы перевести очищенные сточные воды из разряда радиоактивных в нерадиоактивные с возможностью их повторного использования в технологическом цикле.

Для решения этой задачи предложена комплексная технологическая схема очистки производственных стоков с использованием стадии гальванохимической обработки в вертикальном виброаппарате колонного типа (Патент РФ № 2147777). В основу процесса положена работа гальванопары железо-кокс, где без наложения внешнего источника тока в очищаемой среде непрерывно генерируются полиформы гидроксидов железа, обладающие высокими сорбционными свойствами по отношению к ионам цветных, тяжлых и радиоактивных металлов и некоторым анионам. Из образующегося гальваношлама уран селективно выщелачивается раствором карбонатных солей и возвращается в технологический процесс.

В рамках данного доклада представлены результаты серии экспериментов на опытной установке с гальванокоагулятором производительностью 50 л/ч. Получены зависимости степени очистки от урана модельных растворов от значений рН, солесодержания и исходной концентрации урана, производительности и частоты вибрации рабочей насадки аппарата. Также представлены результаты испытаний в производственных условиях на стоках, представляющих собой водные системы переменного состава, образующихся после мытья и дезактивации поверхности оборудования, полов, содержащие продукты коррозии оборудования, поверхностноактивные вещества, фосфаты, соду и уран в растворенном и взвешенном состояниях.

Гальванохимическая обработка реальных водных систем показала высокую эффективность процесса. Так, при расходах очищаемых растворов 30-50 л/час, концентрациях урана на уровне десятков мг/л и значениях рН 1,5-4,0 за одну ступень обработки снижается содержание урана на 99,2-99,9%. Уловленные примеси (U, Сr, Ni, и др.) концентрируются в осадке гидроксидов железа (гальваношламе).

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 65 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

РАЗРАБОТКА КОНСТРУКЦИИ И ИЗГОТОВЛЕНИЕ МАКЕТОВ

ОТЛОЖЕНИЙ УРАНА В АЭРОЗОЛЬНЫХ ФИЛЬТРАХ

А.Г. Устюгов, В.Ю. Попырин ОАО "НЗХК".

1. Химическое производство получения различных соединений урана связано с большим количеством пылящих операций, что требует в свою очередь боксового оборудования и вентсистем с несколькими ступенями очистки в виде аэрозольных фильтров. Во время эксплуатации в фильтрах происходит постепенное накопление урана.

Поэтому возникает необходимость регулярной оценки накопления урана в фильтрах.

2. Исходя из того, что демонтаж фильтра нежелателен, следует применять метод обобщенной геометрии (двухоконный метод), основываясь на измерении спектра собственного гамма-излучения урана в выбранном энергетическом диапазоне при помощи переносного гаммаспектрометра.

3. Для выяснения степени влияния неравномерного распределения урана в корпусе фильтра на результаты использования метода обобщенной геометрии и для определения величины составляющей ошибки метода, обусловленной неравномерностью, необходимо изготовить макеты отложений урана в аэрозольных фильтрах:

Макеты должны иметь габаритные размеры промышленных фильтров.

Материалы, применяемые для изготовления корпуса макетов, должны быть по поглощающим параметрам идентичны реальным материалам.

Необходимо предусмотреть возможность моделирования неравномерности распределения урана в объеме фильтра вдоль одной оси для изучения зависимости отклика прибора от градиента массы накопления. При этом ось измерения может совпадать или быть перпендикулярна вектору изменения массы.

Недопустимо перемещение урана в корпусе от незначительных внешних воздействий.

Количество урана должно соответствовать реальным накоплениям в фильтрах на технологических участках, с учтом ограничений по ядерной безопасности.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 66 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ЭЛЕКТРОЛИТИЧЕСКИЙ СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ

НЕРЖАВЕЮЩИХ СТАЛЕЙ РЗ СХК

Бойко В.И., Колпаков Г.Н., Колпакова Н.А.1), Кузов В.А.2) 1)

– Томский политехнический университет, 2)

– Сибирский химический комбинат Причиной исследований данного способа явилась проблема реабилитации большого количества лома нержавеющих сталей, образовавшихся в результате вывода из эксплуатации промышленных реакторов, и имеющих отложения, насыщенные радионуклидами.

Необходимым условием при этом явилось требование неудорожания продукта – очищенного металла.

В результате был найден способ дезактивации в растворе натрия хлорида (поваренная соль) с наложением постоянного электрического тока плотностью 1000 а/м2. Действие раствора натрия хлорида сводится к тому, что он обеспечивает, с одной стороны, электропроводность раствора, а с другой стороны, (при пропускании тока) высокую щлочность (рН = 1011). Под действием тока вода разлагается и на катоде выделяется водород, а на аноде может протекать реакция окисления металла. В результате этих процессов поверхность стали может быть очищена до допустимых величин загрязнений (менее 20 частиц/(см2·мин); менее 0,2 мкЗв/час). Снижается количество ЖРО, так как продукты реакций, содержащих радиоактивность, выпадают в осадок. В настоящее время испытывается опытная установка.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 67 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ В ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ

ТОМСКОГО ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ИРТ-Т В.М. Левицкий Северский отдел инспекций Сибирского межрегионального территориального округа по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Ростехнадзора Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т НИИ ЯФ ТПУ, расположенный в северной промышленной зоне г. Томска, является источником загрязнения окружающей среды радиоактивными газами и аэрозолями, выбрасываемыми через вентиляционную трубу высотой 40 метров после очистки удаляемого воздуха специальными фильтрами. В газоаэрозольном выбросе реактора ИРТ-Т определены следующие радионуклиды: аргон-41, криптон-85m, криптон-87, криптон-88, йод-131 ксенон-133, ксенон-133m, ксенон-135. Радиоактивность выброса, в основном, определяется активностью аргона-41. Снижению величины аэрозольных выбросов способствует удаление радиоактивных веществ (осколков деления урана) из теплоносителя с помощью специальных фильтров.

Для реактора ИРТ-Т установлены санитарно-защитная зона радиусом 200 м от вентиляционной трубы и зона наблюдения – радиусом 1 км.

Радиационный контроль в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения осуществляется определением удельной активности почвы, травы, листьев и снега (отбор в марте), для чего производится отбор проб в постоянных контрольных точках.

Подготовка проб для аналитических исследований осуществлялась по стандартной методике, включающей сушку в естественных условиях, дробление и истирание до 200 меш с соблюдением необходимых мер, исключающих их техногенное загрязнение. Подготовленные пробы упаковывались в литровые сосуды Маринеля с крышкой и выдерживались три недели до начала измерений.

Исследования проведены в лаборатории радиационного контроля ТПУ. Удельная активность радионуклидов регистрировалась методом гамма-спектрометрии с использованием полупроводникового германиеволитиевого детектора ДГДК-100В, расположенного в низкофоновой камере.

Спектрометр аттестован в центре метрологии ионизирующих излучений ВНИИФТРИ Госстандарта России.

Пробы снега выпаривались до сухого остатка, общая бетаактивность которого определялась на установке малого фона УМФ-1500 с торцовым счетчиком.

В докладе приведены результаты радиационного контроля окружающей среды вблизи исследовательского ядерного реактора за несколько лет.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 68 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ В ОКИСЛЕННЫХ БУРЫХ УГЛЯХ

А.И. Радченко, В.М. Левицкий, С.И. Арбузов Томский политехнический университет При сжигании угля на ТЭС в окружающую среду в значительных количествах поступают химические элементы и соединения, содержащиеся в топливе или образующиеся в процессе горения.

Атмосферные осадки, содержащие тяжелые металлы выбросов угольных ТЭС представляют опасность для населения. В связи с этим необходим предварительный контроль сжигаемого топлива на содержание вредных веществ, в том числе естественных радионуклидов: урана, тория и продуктов их распада, которые являются не только радиоактивными, но и токсичными элементами. В связи с этим необходим предварительный контроль сжигаемого топлива на содержание вредных веществ, в том числе естественных радионуклидов.

Исследования проб углей и продуктов их сжигания на естественную радиоактивность проведены в лаборатории радиационного контроля ТПУ.

Удельная активность радионуклидов регистрировалась методом гаммаспектрометрии с использованием полупроводникового германиеволитиевого детектора ДГДК-100В, расположенного в низкофоновой камере.

Спектрометр аттестован в центре метрологии ионизирующих излучений ВНИИФТРИ Госстандарта России.

Исследованы окисленные угли Итатского месторождения КанскоАчинского бассейна, Адун-Чулунского месторождения Восточной Монголии и Лагерносадского углепроявления Западно-Сибирского бассейна, в которых определены удельные активности естественных радионуклидов: К-40, Th-232, U-238, Ra-226. В большинстве исследованных проб установлена повышенная активность урана, хотя для некоторых проб она оказалась ниже минимально детектируемой активности.

В докладе приведены данные о распределении естественных радионуклидов в угольных пластах, в том числе в окисленных сажистых углях. Они хорошо согласуются с результатами ранее проведенных исследований на Адун-Чулунском и Итатском месторождениях.

Величина эффективной удельной активности углей для некоторых проб превышает значение, допускаемое НРБ-99 для использования этих углей в бытовых целях. Повышенное содержание урана в углях требует применения специальных мер для экологической защиты населения и окружающей среды при использовании угля Итатского и АдунЧулунского месторождений.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 69 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ЗАЩИТА ИНФОРМАЦИИ ОТ НЕСАНКЦИОНАРОВАННОГО

ДОСТУПА НА ЯДЕРНООПАСНЫХ ОБЪЕКТАХ

Занин М.К, Исаченко Д.С.

Томский политехнический университет С повышением значимости и ценности информации соответственно растет и важность ее защиты и соответственно возникает вопрос о значении защиты информации.

В комплекс мер защиты информации входит и размещение соответствующего оборудования и организационных структур в специально оборудованных для этого помещениях. В строительных нормах предусмотрены особые требования к таким помещениям. К такому оборудованию относится «Многоцелевая система Цирконий-М»

Многоцелевая цифровая система Цирконий-М – это интегрированная система сбора и обработки информации. Принцип интеллектуальной интеграции всех подсистем в единый программно-аппаратный комплекс, ведущий обработку всей поступающей информации в режиме «реального времени». Интегрированная система безопасности «Цирконий-М» является базовой для оснащения особо важных государственных объектов.

Типовая структура системы: сдвоенный концентратор центральный КЦ в режиме «горячего» резервирования обеспечивает сбор информации и управление периферийными устройствами. Серверы реального времени (СРВ) в режиме «горячего» резервирования обеспечивают обмен данными между КЦ и локальной вычислительной сетью системы «Цирконий-М».

Среди всего спектра методов защиты данных от нежелательного доступа особое место занимают криптографические методы. Готовое к передаче информационное сообщение, первоначально открытое и незащищенное, зашифровывается и тем самым преобразуется в шифрограмму. В таком виде сообщение передается по каналу связи, даже и не защищенному. Санкционированный пользователь после получения сообщения дешифрует его, посредством обратного преобразования криптограммы, вследствие чего получается исходный, открытый вид сообщения, доступный для восприятия пользователям.

Методу преобразования в криптографической системе соответствует использование специального алгоритма. Действие такого алгоритма запускается уникальным числом, обычно называемым шифрующим ключом.

Статистика показывает, что во всех странах убытки от злонамеренных действий непрерывно возрастают. Причем основные причины убытков связаны не столько с недостаточностью средств безопасности как таковых, сколько с отсутствием взаимосвязи между ними, т.е. с нереализованностью системного подхода. Поэтому необходимо опережающими темпами совершенствовать комплексные средства защиты.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 70 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ВОПРОСЫ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ НОРМАТИВНО-ПРАВОВОЙ

БАЗЫ СИСТЕМЫ УЧЕТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ

В РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Еланский Р.Б.

Томский политехнический университет До 1995 г. в России положение законов, устанавливающих правовую основу и принципы безопасности при использовании атомной энергии, защищающих жизнь, здоровье и имущество граждан и окружающую среду от возможных негативных воздействий использования атомной энергии и функционирования ядерного комплекса России, вызывало серьезные опасения. Однако с тех пор в этой области произошли значительные изменения. Приняты и работают базовые законы, регулирующие использование атомной энергии в стране, и регулирующие законодательные акты. В развитие указанных законов приняты многочисленные подзаконные нормативные правовые акты, входящие в систему правового регулирования использования атомной энергии в РФ, а в нормативном правовом массиве увеличился удельный вес законов.

Тенденция к примату законодательного регулирования отношений должна служить фактором последовательной реализации конституционного принципа разделения властей и построения в России правового государства.

В то же время, существующее правовое обеспечение деятельности в области использования атомной энергии нельзя признать удовлетворительным, в полной мере обеспечивающим интересы развития ядерного энергетического и ядерного оружейного комплекса страны. Это касается как причин «замораживания» законодательных актов, так и необходимости в реформировании и развитии правовой системы РФ.

Юридическим последствием принятия предлагаемых изменений может стать приведение Федерального закона «Об использовании атомной энергии» в соответствие с Гражданским кодексом Российской Федерации и Бюджетным кодексом Российской Федерации.

Литература:

1. Агентство ПРоАтом [Электронный ресурс]. – Режим доступа:

http://www.proatom.ru, 02.04.2007;

2. Аналитический центр по проблемам нераспространения.

Безопасность ядерного оружия [Электронный ресурс]. – Режим доступа: http://npc.sarov.ru/issues/cycle.htm;

3. Материалы международной конференции Стратегия безопасности использования атомной энергии;

4. Минатом – Материалы [Электронный ресурс]. – Режим доступа:

http://www.minatom.ru, 15.04.2007.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 71 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ (ЯТЦ) И

ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОГО ТЕРРОРИЗМА

Лежнина Н.С., Кошелев Ф.П., Селиваникова О.В.

Томский политехнический университет В настоящее время с изменением организационной структуры терроризма произошло изменение его стратегии и тактики.

Возможности совершение террористами актов химического, биологического, ядерного, радиационного, информационноэкологического терроризма различны. Н5есмотря на то, что на данный момент возможности потенциальных террористов ниже существующего барьера противодействия ядерному терроризму, необходимо провести оценку реальной опасности такой угорозы.

В работе рассмотрены два возможных основных типа ядерного терроризма (ЯТ):

1. Хищение, изготовление и подрыв ядерного взрывного устройства (ЯВУ).

2. проведение диверсий на атомных станций или угроза их осуществления (ядерный саботаж).

Показано, что вероятность того, что террористы сумеют собрать и взорвать ЯВУ столь же мала, как и того, что они сумеют достать необходимое его количество. Рассмотрены факторы, которые являются привлекательными для хищения ЯМ на различных стадиях ЯТЦ.

Проанализированы вероятные угрозы реакторам АЭС, наиболее важные цепочки развития событий, барьеры на пути диверсантов, а также обратная связь реактора (свойства внутренней самозащищенности).

Отмечены основные направления защиты от ядерного терроризма.

Приведено краткое изложение международных инициатив, связанных с ядерным терроризмом.

Анализ представленной информации позволил сделать выводы о возможности применения ядерного терроризма на предприятиях ЯТЦ в ближайшем будущем.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 72 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

МЕЖДУНАРОДНАЯ СИСТЕМА ЭКСПОРТНОГО КОНТРОЛЯ В

ЦЕЛЯХ ЯДЕРНОГО НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ. НАЦИОНАЛЬНАЯ

СИСТЕМА ЭКСПОРТНОГО КОНТРОЛЯ

Меньших Е.Г.

ФГУП «Сибирский химический комбинат», г.Северск Экспортный контроль — комплекс государственных мер, определяющих порядок осуществления внешнеэкономической деятельности в отношении товаров, информации, работ, услуг, результатов интеллектуальной деятельности, которые могут быть использованы при создании оружия массового поражения (ОМП), средств его доставки, иных видов вооружения и военной техники. Экспортный контроль является ключевым элементом стратегии и политики нераспространения, проводимой государством.

Совместными усилиями промышленно развитых стран было создано несколько режимов экспортного контроля в ядерной области, реализуемых через национальные законодательства этих государств.

Совокупность данных режимов составляет международную систему контроля над ядерным экспортом.

Россия, как правоприемница СССР, приняла на себя международные обязательства по нераспространению ОМП. Ещ до принятия декларации о независимости России началось создание национальной системы экспортного контроля.

Основные действующие нормативно – правовые документы, регламентирующие экспортный контроль в РФ:

- Федеральный закон «Об экспортном контроле» № 183-ФЗ от 18.07.1999 г.

- Контрольные списки.

Экспортный контроль – это лишь один из элементов режима нераспространения.

Совершенствование системы экспортного контроля должно сочетаться с совершенствованием национальной системы физической защиты, учта и контроля ядерных материалов; с укреплением «второй линии защиты» в рамках таможенной деятельности; с усилиями по приостановлению «утечки мозгов» из атомных городов

Литература: Учебные материалы по экспортному контролю. – Снежинск:

РФЯЦ ВНИИТФ, 2005. - 212 с.

1. Экспортный контроль в России. – М.: Некоммерческое партнрство - Центр по проблемам экспортного контроля, 2005. – Т. 1. – 190 с. – Т. 2. – 341 с.

2. Информационно-методические материалы по вопросам экспортного контроля. – М.: Межотраслевой научно-исследовательский центр Минпромнауки России по вопросам экспортного контроля, 2003. – 470 с.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 73 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

НЕКОТОРЫЕ ФАКТОРЫ ЭКОЛОГИЧЕСКОГО РИСКА РАБОТЫ

СИБИРСКОГО ХИМИЧЕСКОГО КОМБИНАТА

Ю.М. Федорчук Томский политехнический университет.

E-mail: ufed@mail.ru На Сибирском химическом комбинате в 2008 году будут остановлены последние ядерные реакторы.

С точки зрения сохранения высококвалифицированного персонала комбината необходимо строительство и ввод в эксплуатацию новых реакторных объектов рядом с выводимыми из эксплуатации.

Но в этом случае возникает проблема экологическая. Уже на протяжении полувека Сибирский химический комбинат хоронит жидкие радиоактивные отходы в одно и то же место под землей.

Концентрирование ЖРО еще на протяжении полувека без применения новых технологий в этом способе захоронения чреват непредсказуемыми последствиями.

Поэтому необходимо проведение научно-исследовательских работ по определению радиуса распространения радиоактивных изотопов в водоносном горизонте, в который в настоящее время закачиваются ЖРО, чтобы затем спрогнозировать оптимальное удаление места захоронения в этот же водоносный горизонт на последующее время эксплуатации около 60 лет.

При консервации старого места захоронения можно подобрать селективные сорбенты на каждую определенную группу радиоактивных ионов и, таким образом, формировать для отдаленных будущих поколений искусственные месторождения полиметаллов.

В заключение данного обзора проблемы стабильности работы Сибирского химического комбината необходимо констатировать следующее.

1. В проект строительства новой атомной станции необходимо включить научно-исследовательские и технико-внедренческие работы по рассредоточению ЖРО, образующихся во время работы СХК в водоносном горизонте их хранения. А при обустройстве нового места захоронения обеспечить выведение из воды старого места захоронения радиоактивных соединений за счет процессов сорбции и ионообмена для создания условий экологически стабильной работы СХК.

4. С целью обеспечения максимальной экономической эффективности в проект строительства новой атомной станции необходимо включить разработку бизнес-плана по ее размещению в городах Северск и Колпашево Томской области.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 74 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ДОГОВОР О НЕРАСПРОСТРАНЕНИИ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ:

ЦЕЛИ И ВОПЛОЩЕНИЕ

Клочкова М.С.

Томский политехнический университет В преддверье Обзорной Конференции по рассмотрению действия ДНЯО 2010 года с целью достижения полного взаимопонимания сторон необходимо ответить на один и самый важный вопрос: «С какой целью был создан ДНЯО?».

Основными задачами

, которые преследует ДНЯО, являются:

разоружение и нераспространение. Но Договор также включает в себя п. 2 ст. 4, согласно которому ядерные страны содействуют развитию мирной ядерной технологии в других государствах [1]. Таким образом, возникает возможность развития военных ядерных программ в странах, в том числе и с нестабильным политическим режимом и развитыми экстремистскими группировками, что ведет к повышению угрозы терроризма.

Таким образом, следуя ст. 4 п. 2 ДНЯО, мы одновременно с развитием ядерной энергетики на пользу человечества способствуем распространению ядерных материалов и технологий, что может привести к катастрофическим последствиям для мира и безопасности.

Резолюция 1540, принятая Советом Безопасности ООН, помогает скомпенсировать опасность распространения [2]. От части, ту же цель ужесточения контроля ядерных материалов преследует создание Международного банка ядерного топлива, который также может быть использован как средство укрепления экономических связей между государствами, убрав из взаимоотношений остроту вопроса разоружения, что поможет упрочению Договора о нераспространении ядерного оружия в обход разногласий стран-участниц по некоторым его статьям.

ДНЯО сейчас переживает глубокий кризис. Целью его создания было поддержание международного мира и безопасности. Сегодня внимание стран-участниц преимущественно сконцентрировано не на целях Договора, а на средствах их достижения (разоружение и нераспространение). Наблюдается смещение акцентов: внимание сторон сконцентрировано не на выполнении условий Договора, а на их невыполнении противоположной стороной, что существенно усложняет процесс переговоров.

Так, для достижения успеха и преодоления кризиса, садясь за стол переговоров, нам нужно ответить всего на один вопрос: «С какой целью был создан ДНЯО, и какую роль он играет сейчас?».

Литература:

1. Договор о нераспространении ядерного оружия. [Электронный ресурс]. – Режим доступа:

http://www.un.org/russian/documen/convents/npt.htm

2. Резолюция 1540, принятая Советом Безопасности ООН на его 4956м заседании 28 апреля 2004 г. [Электронный ресурс]. – Режим доступа: http://www.bio.su/nd_003.htm ___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 75 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ВРЕМЕННАЯ ДИНАМИКА СКОРОСТИ КОНВЕКЦИИ ПОЧВЕННОГО

РАДОНА Яковлева В.С.*, Фирстов П.П.**, Каратаев В.Д.*, Астанина Е.А.* * Томский политехнический университет, 634050, г. Томск, пр. Ленина, 30 ** Институт вулканологии и сейсмологии ДВО РАН, 683006, г Петропавловск-Камчатский, б-р Пийпа 9.

С целью исследования временной динамики скорости конвекции почвенного радона был проведен ряд долгосрочных экспериментов в различных по геологическим и климатическим условиям регионах РФ.

Скорость конвекции радона определяли по измеренной на разных глубинах объемной активности (ОА) радона в почвенном воздухе. Измерения ОА радона производили мгновенными и интегральными методами. В статье представлены результаты исследований скорости конвекции в различных локализациях г. Томска, г. Барнаула и на 3-х станциях ПетропавловскКамчатского геодинамического полигона (Голубая Лагуна, Левая Авача, ИКР-2). Проведен корреляционный анализ данных по величине скорости конвекции и метеорологическим параметрам (температура атмосферного воздуха и грунта, атмосферное давление и влажность, количество осадков).

Приведен диапазон изменения и среднее значение величины скорости конвекции подпочвенного радона для исследуемых регионов.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 76 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

МОДЕЛИРОВАНИЕ ПЕРЕНОСА РАДОНА В НЕОДНОРОДНЫХ

СРЕДАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЧИСЛЕННЫХ МЕТОДОВ

Яковлева В.С*., Каратаев В.Д.*, Фирстов П.П.**, Черепенников Ю.М*.

* Томский политехнический университет, 634050, г. Томск, пр. Ленина, 30 ** Институт вулканологии и сейсмологии ДВО РАН, 683006, г Петропавловск-Камчатский, б-р Пийпа 9.

Для моделирования переноса радона широко используются диффузионно-конвективные модели, которые имеют простое аналитическое решение в случае многих ограничений и допущений (когда рассматривается 1 слой грунта).

Реальная среда является слоистой, поэтому при решении ряда задач необходимо учитывать наличие двух и более эманирующих слоев грунта с заметно различающимися характеристиками.

При рассмотрении неоднородных сред особенно, когда коэффициенты уравнения переноса являются функциями, а не постоянными, аналитическое решение невозможно. В данном случае используются численные методы для решения уравнений переноса радона, чему и посвящена работа.

В работе была проанализирована пригодность различных численных методов для решения диффузионно-конвективного уравнения переноса радона с разрывными коэффициентами. В случае, когда коэффициенты уравнения на границе двух сред резко изменяются, хорошие результаты дает интегро-интерполяционный метод построения однородных разностных схем (метод баланса). Этот метод учитывает непрерывность потоков и объемной активности радона на границе раздела двух сред.

В данной работе разработан и описан алгоритм решения диффузионно-конвективного уравнения переноса радона с разрывными коэффициентами. Проведены расчеты для многослойных геологических сред с помощью написанной на языке СИ программы «SimRaTran».

Результаты расчетов численного моделирования и аналитического решения для 2-х и 3-слойных геологических сред показали хорошее согласие.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 77 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

ОЦЕНКА ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМОЙ ОДНОКРАТНОЙ ДОЗЫ

ПРИ ИНТРАОПЕРАЦИОННОЙ ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ

А. А. Павлова Томский политехнический университет, г. Томск Одним из перспективных направлений современной лучевой терапии (ЛТ) является интраоперационная лучевая терапия (ИОЛТ).

ИОЛТ приобрела к настоящему времени значительный клинический опыт. Однако, до сих пор отсутствует общепринятая методика оценки предельно допустимых однократных доз ИОЛТ.

Цель данной работы состояла в том, чтобы провести сравнительную оценку допустимых однократных доз ИОЛТ на основе нескольких известных радиобиологических моделей.

В качестве таких моделей в исследованиях применены модель время – доза – фракционирование (ВДФ), линейно – квадратичная модель (ЛКМ), модели Strandqvist и Liversage.

В результате расчетов получено, что допустимые однократные дозы по критерию ранних лучевых реакций находятся в пределах от 18 до 22 Гр, а по критерию поздних лучевых осложнений – в пределах от 13 до 15 Гр.

То есть все рассмотренные модели дают близкие значения предельно допустимой однократной дозы. Очевидно, что такой результат не может быть случайным и объясняется тем, что все рассмотренные модели разрабатывались достаточно долго и с необходимой тщательностью.

Поэтому все они могут быть применены для оценки допустимой однократной дозы при ИОЛТ и для перевода высокой однократной дозы в эквивалентную ей суммарную дозу стандартного курса ЛТ. При этом всетаки следует иметь в виду, что наиболее щадящий режим облучения, как следует из сравнения полученных результатов, обеспечивает модель ВДФ.

Литература

1. Интраоперационная электронная и дистанционная гамма-терапия злокачественных новообразований /Под ред. Член-корр. РАМН, проф. Е.Л.

Чойнозова и проф. Л.И. Мусабаевой. – Томск: Изд-во НТЛ, 2006.-216 с.

2. Л.И. Мусабаева, М.Н. Нечитайло, В.А. Лисин Результаты комбинированного лечения с интраоперационной лучевой терапией и дистанционной гамма-терапией злокачественных новообразований отдельных локализаций // Медицинская радиология и радиационная безопасность. – 2005. – Т. 50. - №2. - С. 46-55.

3. О.В. Едемская, А.В. Черниченко, И.В. Решетов Интраоперационная лучевая терапия: исторические аспекты, использование на современном этапе у больных с злокачественными опухолями головы и шеи // Российский онкологический журнал. – 2006. - №4. - С. 48-49.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 78 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Cекция3–Радиационная безопасность и нераспространение ядерноопасных материалов

СОЧЕТАНИЕ ИНТАОПЕРАЦИОННОЙ И ДИСТАНЦИОННОЙ

ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИЙ ПРИ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОМ ПЛАНИРОВАНИИ

Кондратьева А.Г., Лисин В.А, Матюнин С.А.

Томский политехнический университет Лучевая терапия занимает большое место среди методов лечения злокачественных опухолей. Примерно 70% больных нуждаются в лучевом методе терапии, применяемом как самостоятельно, так и в сочетании с другими, преимущественно хирургическими. Внедрение в клиническую практику источников высоких энергий, искусственных радиоактивных изотопов и новых технических усовершенствований обеспечило заметное повышение результативности лучевого лечения.

Важной задачей, от решения которой зависит эффективность лучевой терапии, является расчет пространственного распределения дозы излучения в теле пациента. Поэтому методы расчета постоянно совершенствуются, увеличивается быстродействие и эффективность используемых алгоритмов и программ. В настоящее время лучевая терапия в основном представлена традиционной дистанционной гамма-терапией (ДГТ). Однако развиваются и новые методы, обеспечивающие сокращение сроков и повышение эффективности лечения больных, среди которых наибольший интерес представляет облучение пучками электронов и интраоперационная лучевая терапия (ИОЛТ).

ИОЛТ, как и всякий другой вид лучевой терапии, нуждается в развитии адекватных методов дозиметрического планирования. Целью работы является расчет пространственного распределения суммарной поглощенной дозы электронов и гамма – излучения.

Распределение дозы при гамма-облучении часто приводит к облучению окружающих опухоль здоровых тканей, к необходимости использования методов, распределяющих воздействие как по точкам ввода в тело (многопольное облучение), так и по времени облучения (фракционирование). Такой способ позволяет сконцентрировать область с максимальной поглощенной дозой в некоторой области в глубине тела пациента, при этом избежав переоблучения тканей, лежащих между поверхностью тела пациента и опухолевым очагом.

Альтернативой гамма-аппаратам, служащих источниками фотонного ионизирующего излучения, являются электронные ускорители с выведенным электронным пучком. Преимущества ускорителей заключаются в малых размерах сечения пучка на мишени, в низком вкладе рассеянного излучения а, следовательно, меньшей интегральной дозе вне области воздействия частиц пучка. В качестве источника излучения в НИИ онкологии используется малогабаритный бетатрон с импульсным питанием, из которого выведен электронный пучок с энергией 6 МэВ.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 79 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ФТОРОАММОНИЙНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПОЛУЧЕНИЯ

ПИГМЕНТНОГО ДИОКСИДА ТИТАНА ИЗ ИЛЬМЕНИТА

А.А. Андреев, А.Н. Дьяченко, Р.И. Крайденко Томский политехнический университет E-mail: andreev@phtd.tpu.ru Диоксид титана входит в 20-ку важнейших неорганических соединений. В производстве пигментного диоксида титана используется около 90% ежегодно добываемых титановых минералов.

В настоящее время для получения титана и его соединений в мировой практике перерабатываются ильменитовый и рутиловые концентраты с помощью высококонцентрированной серной кислоты и хлора [1]. Известные технологии являются многостадийными, дорогостоящими и экологически небезопасными.

Практический интерес может представить безводная фторидная технология переработки ильменита. Наиболее перспективным фторирующим агентом является фторид аммония, его физико-химические свойства позволяют организовать замкнутый цикл производства [2].

Разработана фтороаммонийная технология переработки ильменита до диоксида титана и оксида железа (III) [3]. Экспериментальная часть работы проводилась на ильменитовом концентрате Туганского горнообогатительного комбината, ЗАО «Ильменит» [4].

По разработанному способу получены образы диоксида титана, проведен анализ. Чистота, размер частиц и фазовый состав позволяют использовать полученный диоксид титана в качестве синтетического неорганического пигмента белого цвета в соответствии с требованиями на данную продукцию (ГОСТ 9808-84). Экспериментально апробировано и доказано возможность фтороаммонийной переработки ильменита Туганского месторождения до пигментного диоксида титана. Предложена аппаратурно-технологическая схема фтороаммонийной переработки ильменитового концентрата до диоксида титана и оксида железа (III).

Предложенная технология позволяет снизить себестоимость на 40 %.

Литература:

1. Тюстин В.А., Первушин В.Ю. Технология производства диоксида титана: Обзор. информ. М.: НИИТЭХИМ. – 1984. – 40 с.

2. Раков Э.Г., Мельниченко Е.И. // Журнал Успехи химии. – 1984. – Т.

53. – № 9. – С. 1463.

3. Андреев А.А., Дьяченко А.Н., Крайденко Р.И. Фторидная переработка ильменита // Современные неорганические фториды: Труды II Междунар. сибирского семинара ISIF-2006. – Томск, 2006. – С. 15–19.

4. www.ilmenit.ru.

Работа выполнена при финансовой поддержке Администрации Томской области и ООО «Хемотекс»

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 80 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ТЕХНОЛОГИЯ ПОЛУЧЕНИЯ ПОЛИКРИСТАЛЛИЧЕСКОГО

КРЕМНИЯ ФТОРИДНЫМ СПОСОБОМ

А.А.Андреев, А.Н.Дьяченко, Р.И.Крайденко Томский политехнический университет diachenko@phtd.tpu.ru Поликристаллический кремний является сырьм для производства монокристаллов кремния для электронной промышленности.

Стоимость поликристаллического кремния составляет 30-40 долл. за килограмм. Традиционные технологии получения кремния являются затратными вследствие сложного многостадийного процесса очистки кремниевого сырья с использованием высокотоксичных газообразных промежуточных соединений кремния. В последние время ведутся работы по получению кремния через стадию гексафтроросиликата аммония (ГФСА) [1,2].В рамках данной работы продолжены исследования процесса получения поликристаллического кремния из раствора гексафторосиликата аммония (NH4)2SiF6. Исследовалась кинетика выделения кремния, рассчитана термодинамические характеристики процесса. Свойство гексафторосиликата аммония способствующее коммерциализации технологии – это возможность его очистки от примесей методом сублимации. Очистка на стадии получения ГФСА значительно снижает себестоимость полученного кремния.

ГФСА можно получать из оксида кремния с помощью фторида аммония по реакции:

SiO2+ 3NH4HF2 = (NH4)2SiF6 + NH3+ 2H2O Смешивают исходный оксид кремния и бифторид аммония, смесь нагревают до 350о-400оС, в результате ГФСА аммония испаряется и перегоняется в другую емкость, все примеси остаются в исходном сырье.

Таким образом, сырьм для производства ГФСА может быть обычный кварцевый песок. После чего ГФСА аммония растворяется в воде, что позволяет произвести электролиз раствора и выделение из него элементного кремния по реакции.

(NH4)2SiF6 + 2H2O Si + 2NH4HF2 + 2HF + O2.

Предлагаемая технология с большим экономическим эффектом может быть реализована в промышленности.

Литература:

1. www.ftortechology.ru

2. А.А.Маракушев, И.А.Зубенко, Ю.Н.Маловицкий, В.С.Римкевич, Л.П.Демьянова Экспериментальное исследование несмесимости галогенидно-силикатных расплавов и получение кремния электролизом водного раствора (NH4)2SiF6 // Бюл.моск.о-ва испытателей природы.отд.геол.2005.Т80,вып.5, с.47-50.

Работа выполнена при финансовой поддержке ООО «Унитех», г.Томск

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 81 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ПЕРЕРАБОТКА БЕРИЛЛИЕВОГО СЫРЬЯ C ПОМОЩЬЮ

ФТОРИДА АММОНИЯ

А.А.Андреев, А.Н.Дьяченко, Р.И.Крайденко Томский политехнический университет diachenko@phtd.tpu.ru В России сосредоточены крупные запасы бериллиевых руд, при этом производство бериллиевой продукции в нашей стране отсутствует. В настоящее время ведутся работы по восстановлению горнообогатительного комбината на Ермаковском месторождении (республика Бурятия), где планируется возобновить добычу бериллиевого концентрата [1]. В рамках данной работы проведены исследования и доказана возможность применения фторида аммония для вскрытия бериллиевых руд Ермаковского месторождения. Предложен запатентован и исследован новый метод переработки бериллиевого рудного сырья с возможностью получения оксида бериллия [2,3]. Метод основан на разложении бертрандита или фенакита фторидами аммония с последующим выщелачиванием тетрафторобериллата аммония и осаждением из раствора гидроксида бериллия. Рассчитана термодинамика и проведн термогравиметрический анализ процесса. Экспериментально исследована кинетика разложения оксида бериллия фторидом аммония. Впервые предложена технологическая схема замкнутого цикла переработки бериллийсодержащего сырья с помощью фторида аммония.

Предложена схема замкнутого фтороаммонийного цикла разложения фенакита на оксид кремния и оксид бериллия с регенерацией фторида аммония.

Литература:

4. http://www.metropolgroup.ru/industry/index.wbp

5. www.ftortechnology.ru

6. Андреев А.А., Дьяченко А.Н., Крайденко Р.И. Способ разложения бериллиевых концентратов //Заявка на Патент РФ №2006139578 от 7.11.2006.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 82 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ПОЛУЧЕНИЕ МУЛЛИТА ПРИ ФТОРИРОВАНИИ КАОЛИНА

ФТОРИДОМ АММОНИЯ

Андреев А.А., Дьяченко А.Н., Лубягина Е.Е., Фролов Е.С.

Томский политехнический университет Муллит - керамический огнеупор состава 3Al2O3·2SiO2, стоимость легковесного волокнистого муллитового огнеупора достигает 70 тыс. долл.

за тонну. В настоящее время разработаны два основных метода производства синтетического муллита – прокаливание смеси фторида алюминия, оксида алюминия и оксида кремния и, второй метод, термическая диссоциация топаза [1]. Эти способы имеют некоторые недостатки, связанные в основном с технико-экономическими показателями: и необходимостью обращения с тетрафторидом кремния.

Предлагается рассмотреть новый способ получения муллита из каолиновых глин. При нагревании до 500—600 °С каолинит теряет воду, а при 1000—1200 °С разлагается с выделением тепла, давая вначале силлиманит, а затем муллит. Месторождения каолина обширны и хорошо разведаны. В сибирском регионе работает производство каолина на Туганском ГОКе.

Муллит, образованный при прямом прокаливании каолина (также, как и топаза), содержит до 40% оксида кремния, что значительно снижает его теплофизические свойства. Для получения качественного муллита необходимо удаление избыточного оксида кремния. Из обескремненного каолина возможно производство игольчатых легковесных муллитовых огнеупоров.

В прокалнном каолине содержится Al2O3 – 46%, SiO2 – 54%, Для состояния муллита необходим состав Al2O3 – 72%, SiO2 – 28%.

Избыточный оксид кремния возможно удалить из калоина бифторидом аммония в виде летучего гексафторосиликата аммония:

SiO2 +3NH4F*HF = (NH4)2SiF6 + 2H2O + NH3.

После спекания полученного таким образом обескремненного каолинового сырья получаются легковесные муллитовые блоки с плотностью 0,5-07 кг/дм3 и прочностью на сжатие 5 МПа.

Каолиновые глины наряду с топазом являются одним из наиболее выгодных сырьевых источников при производстве муллита. Отпадает необходимость в карьерной добыче, дроблении, измельчении и очистке от примесей. Избыточный оксид кремния выделяется из каолинита в виде «белой сажи». Фтораммонийное отделение оксида кремния позволяет получать муллит игольчатой формы и легковесные муллитовые огнеупоры.

1. Андреев А.А., Буйновский А.С., Дьяченко А.Н., Крайденко Р.И.

Переработка алюмосиликатных руд фториднным методом // Новые огнеупоры, №5, 2006. c.8-11.

Работа выполнена при финансовой поддержке НПО «Урское», г.Кемерово

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 83 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

–  –  –

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 84 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ВЛИЯНИЕ УЛЬТРАЗВУКА НА ПРОЦЕСС ОЧИСТКИ РАСПЛАВА

УРАНА ОТ УГЛЕРОДА

Брус И.Д., Буйновский А.С., Тураев Н.С.

Томский политехнический университет.

–  –  –

массопереноса при озвучивании расплава урана больше в среднем в 2,35 раза.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 85 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

–  –  –

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 86 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ВЛИЯНИЕ ИНТЕНСИВНОСТИ УЛЬТРАЗВУКА НА ПРОЦЕСС

РАФИНИРОВАНИЯ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО УРАНА ПО АЗОТУ И

УГЛЕРОДУ Брус И.Д., Буйновский А.С., Тураев Н.С.

Томский политехнический университет.

Исследование влияния интенсивности ультразвука на процесс удаления азота и углерода из расплава урана проводились при температуре расплава t=1350С, 10-ти минутном времени озвучивания различной интенсивностью 3,5; 7,08; 10,0; 17,80; 23,84 Вт/см2.

Результаты исследования по очистке урана от азота и углерода приведены в таблице

–  –  –

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 87 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ИССЛЕДОВАНИЕ ВЗАИМНОЙ РАСТВОРИМОСТИ В СИСТЕМЕ

ПЕНТАФТОРИД ЙОДА–ТРИФТОРИД БРОМА

Жерин И.И., Амелина Г.Н., Оствальд Р.В., Шагалов В.В., Гайдай И.В., Тюлюбаев З.М.

Известно применение в качестве фторирующих реагентов смесей трифторид брома и гептафторид йода, при этом последний превращается в пентафторид йода [1].

В данной работе приведены результаты исследований равновесия жидкость–твердое в бинарной системе пентафторид йода–трифторид брома методом ДТА и визуально–политермическим.

Изучение системы осложнено наличием явления переохлаждения у трифторида брома – и в случае визуального определения – трудностью наблюдения образования или исчезновения почти бесцветных кристаллов пентафторида йода.

Трифторид брома и пентафторид йода образуют систему простого эвтектического типа. Температура эвтектики составляет -30±0,5 С.

Рассматриваемая система проявляет незначительное отклонение от идеальной. При расчте диаграммы по уравнению Шредера-Ле-Шателье необходимы точные данные по температурам тройных точек и теплоты плавления. Для трифторида брома эти характеристики по различным источникам однозначны, что же касается пентафторида йода, то в литературе приведены различные данные по его теплоте плавления: 2,682 ккал/моль, 3,8 ккал/моль и рассчитанное по разнице теплот сублимации и испарения составляет 4,01 ккал/моль [2, 3].

Для трифторида брома эксперементальная линия ликвидуса расположена ниже идеальной, то есть он обнаруживает слабо отрицательное отклонение от идеального. Иная картина наблюдается для пентафторида йода. Если принять в расчтах его теплоту плавления 2,682 ккал/моль, то он проявляет положительное отклонение; в двух других случаях пентафторид йода обнаруживает незначительное отрицательное отклонение. Из теории растворов следует, что в бинарных системах оба компонента проявляют одинаковый знак отклонения. На основании этого можно сделать вывод, что величины 3,8 ккал/моль и 4,01 ккал/моль более обоснованны. К этому выводу приводит и анализ значений коэффициентов активностей компонентов во всей области составов рассматриваемой бинарной системы.

Литература:

1. Д. В. Утробин. Дисс…. Канд. Хим. Наук. – М.: РНЦ КИ, 1994. –138 с.

2. И. В. Никитин. Фториды и оксифториды галогенов–М.:Наука,1989–118с.

3. Н. С. Николаев, В. Ф. Суховерхов, Ю. Д. Шишков и др. Химия галоидных соединений фтора. – М.: Наука, 1968. – 348 с.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 88 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе РЕКТИФИКАЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЯ СИСТЕМЫ UF6 - IF5 - BrF3 Жерин И.И., Усов В.Ф., Амелина Г.Н., Оствальд Р.В., Шагалов В.В., Гайдай И.В., Тюлюбаев З.М.

Томский политехнический университет В настоящем сообщении рассмотрены вопросы разделения систем состоящих из UF6, IF5, BrF3 методом ректификации.

В работе [1] авторами были разработаны принципиально возможные технологические схемы разделения системы UF6 – IF5 – BrF3 и составляющих е бинарных системах. Наиболее целесообразными представляются следующие схемы основанные на применении процессов дистилляции ректификации сорбции и их сочетании.

Ректификационная схема характеризуется небольшим числом стадий и возможностью получения индивидуальных веществ высокой чистоты. Несмотря на внешнюю привлекательность эта схема обладает весьма существенным недостатком обусловленным природой разделяемых компонентов: все они являются сильными окислителями особенно в конденсированном состоянии.

Вопросам ректификационного разделения UF6 и других летучих фторидов в том числе фторидов галогенов посвящен целый ряд работ например [2 3]. Отличительной особенностью процессов ректификации с участием UF6 является необходимость поддержания повышенных давлений и температур (более 15 атмосфер и более 65 С). В работе [3] приведены результаты разгонок бинарных систем UF6 с ClF3 HF, Br2, BrF3 BrF5 и тройной смеси из UF6 – ClF3 – HF а также смесей HF c Br2 BrF3 и BrF5. Информация о ректификационном разделении системы UF6 – IF5 – BrF3 в литературе отсутствует.

После проведенного обзора работ по ректификации систем на основе фторидов галогенов авторами была разработана и изготовлена схема экспериментальной установки, включающая в себя ректификационную колонну, последовательно установленные конденсаторы примники, защиту вакуумных насосов.

Литература:

1. Жерин И.И. Гордиенко В.В. Рудников А.И. и др. Разработка технологической схемы переработки продуктов динамической регенерации машин галогенфторидами. Отчет о НИР.: Томск ТПУ 1995.-23с.

2. Justin T. Long. Новый способ выделения урана из облученного топлива в виде летучих фторидов.: Ind. And Eng. Chem., 1959, 51, № 2.-р.169-173.

3. J.F.Ellis, L.H.Brooks and K.D.B. Johnson. Фториды урана П. Дистилляция смесей агрессивных летучих фторидов содержащихся в UF6.: J. Eng. Nucl.

Chem., 1958, 6, №3.-р.199-206.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 89 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИЕ ДАННЫЕ ПРОЦЕССОВ ДИСТИЛЛЯЦИИ

И РЕКТИФИКАЦИИ СИСТЕМЫ UF6 - IF5 - BrF3 Жерин И.И., Усов В.Ф., Амелина Г.Н., Оствальд Р.В., Шагалов В.В., Гайдай И.В., Тюлюбаев З.М.

С целью проведения анализа возможного применения дистилляционных и ректификационных методов для разделения системы UF6 - IF5 - BrF3 авторами были проведены работы по изучению термодинамики фазовых равновесий в системах образованных UF6, IF5 и BrF3 [1, 2]. Полученные данные легли в основу расчтов процесса дистилляционного разделения изучаемой системы, в результате которого были получены линии открытого испарения и линии дистилляции, для изотермических условий.

Ход всех кривых открытого испарения согласуется с основными положениями, доказанными на основе теории растворов [4], для всех кривых открытого испарения. Анализ процесса дистилляционного разделения смеси UF6 – IF5 – BrF3 показал, что гексафторид урана удаляется из конденсированной системы практически полностью, а в процессе разделения конденсированная фаза насыщается трифторидом брома и IF5. После исчерпывания гексафторида урана идт разгонка бинарной системы IF5 – BrF3, при этом конечной точкой процесса будет являться чистый трифторид брома.

Данные теоретические расчты совпадают и с экспериментальными результатами. При разделении системы UF6 – IF5 – BrF3 в связи с присутствием в ней UF6 необходимо поддержание повышенных давлений и температур (более 15 атмосфер и более 65 С) однако после отгонки промежуточной фракции UF6 – IF5 переходили на пониженное давление (100 мм рт.ст.) и дальнейшей разгонке подвергалась бинарная система IF5 – BrF3. Приведенные данные показывают принципиальную возможность разделения системы UF6 – IF5 – BrF3 ректификационным методом на чистые компоненты. Стоит отметить наличие переходных фракций, появление которых обусловлено динамической удерживающей способностью колонны. Полученные данные имеют высокую научную и прикладную ценность, так как они показывают принципиальную возможность ректификационного способа.

Литература:

1. И.И. Жерин, В.Ф. Усов, Р.В. Оствальд и др. Равновесие жидкость – пар в системе гексафторид урана – пентафторид иода при температурах 343,15 и 353,15 К // Журнал «Химическая технология». – М., 2003 – №3 – С. 25-30.

3. I.I. Zherin, V.F.Usov, R.V. Ostvald and ath. Heterogeneous equilibrium of liquid – stem in UF6 – IF5 – BrF3 system // Proceedings of II Inter. sib. worksh.

ISIF 2006. – Tomsk, 2006.

– P. 307-311.

4. Жаров В.П., Серафимов Л.А. Физико-химические основы дистилляции и ректификации. – Л.: Химия, 1975. – 240 с.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 90 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

ФАЗОВОЕ РАВНОВЕСИЕ КОНДЕНСИРОВАННОЕ СОСТОЯНИЕ –

ПАР В СИСТЕМЕ UF6 – IF5 Жерин И.И., Усов В.Ф., Оствальд Р.В., Амелина Г.Н., Шагалов В.В., Гайдай И.В., Тюлюбаев З.М.

Томский политехнический университет Данная работа посвящена изучению фазового равновесия в системе UF6 – IF5 при 50 С. Изучение фазовых равновесий в указанной системе при такой температуре представляет особый интерес, поскольку при таких условиях в указанной системе проявляется ограниченная растворимость более летучего компонента (UF6). Подобная ситуация является уникальной, поскольку ограниченная растворимость обычно характерна для компонентов обладающих меньшим давлением паров.

Полученные результаты могут быть сведены в диаграмму, которая является вариантом полной диаграммы фазового равновесия в системе с ограниченной растворимостью компонента обладающего наибольшей упругостью паров.

Экспериментальное изучение фазового равновесия между твердой, жидкой и паровой фазами в системе UF6 – IF5 показало, что при увеличении концентрации гексафторида урана, давление насыщенного пара в системе UF6 – IF5 увеличивается.

В точке насыщенного по UF6 раствора, равновесие характеризуется появлением в системе трех фаз:

паровой, жидкой и твердой. Паровая фаза содержит гексафторид урана и пентафторид йода, жидкость содержит так же оба компонента и твердую фазу, представляющую собой кристаллы гексафторида урана. Согласно правилу фаз Гиббса система в этом случае становится нонвариантной и при дальнейшем увеличении содержания гексафторида урана в системе UF6 – BrF3 давление насыщенного пара в системе остатся постоянным.

Состав и давление насыщенного пара так же не будет изменяться, а вс избыточное количество гексафторида урана в системе будет переходить в тврдую фазу.

Полученные данные по равновесию между тврдой, жидкой и паровой фазами позволяют определить области полной растворимости UF6 в IF5 и области существования раствора, насыщенного по гексафториду урана. Экспериментальный данные по растворимости гексафторида урана в пентафториде йода, полученные при изучении фазового равновесия конденсированное состояние – пар, были сравнены с экспериментальными данными полученными авторами при исследовании фазового равновесия тврдая фаза – пар в этой же системе. Получено хорошее согласование этих данных.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 91 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

СПОСОБ СИНТЕЗА KBrF4 ВО ФТОРНОМ БАРБОТЕРЕ

Жерин И.И.1, Митькин В.Н.2, Шагалов В.В.1, Оствальд Р.В.1, Гайдай И.В. 1, Тюлюбаев З.М. 1 Томский политехнический университет Институт неорганической химии им. А.В. Николаева СО РАН Актуальность разработки новой технологий синтеза тетрафторобромата калия обусловлена отсутствием простого и безопасного способа синтеза. В настоящее время синтез тетрафторобромата калия осуществляется взаимодействием трифторида брома с хлоридом или фторидом калия. В первом случае образуется смесь газообразных брома и хлора, которые надо утилизировать и необходим большой избыток трифорида брома; во втором случае образуется плотный продукт, который необходимо подвергать измельчению. В обоих случаях избыток трифторида брома необходимо отгонять вакуумной дистилляцией при комнатной температуре, что приводит к усложнению процесса.

Настоящая работа посвящена методу получения тетрафторобромата калия из бромида калия и элементного фтора. Кристаллический бромид калия подвергают прокаливанию для удаления следов воды и загружают в реактор синтеза. Далее в реактор заливают предварительно осушенный фреон с температурой кипения до 50 0С. Фтор для синтеза проходит две стадии очисти от фтороводорода (вымораживание при температуре около С с последующей сорбционной очисткой на фториде натрия при температуре 110 0С). После этого фтор c 10% избытком от стехиометрического количества через барботер подается в слой фреона в реакторе. Реактор во время синтеза охлаждается с помощью водяной рубашки до температуры 10 0С, при которой термодинамически выгодно образование тетрафторобромата калия.

Растворенный фтор активно взаимодействует с бромидом калия по реакции:

KBr + 2F2 KBrF4.

После пропускания необходимого количества фтора его подачу прекращают и нагревают реактор до температуры 50 0С, при которой происходит удаление фреона и растворенного в нем избытка фтора.

Данную смесь улавливают в вымораживающей ловушке и используют для получения следующей партии тетрафторобромата калия. Готовый продукт из реактора перегружается в емкости.

Тетрафоробромат калия, полученный по этой технологии синтеза, отличается высокой дисперсностью. Данная технология позволяет сократить стадию получения трифторида брома, при работе с которым предъявляются особые требования с точки зрения техники безопасности.

Выход готового продукта составляет более 96%.

___________________________________________________________________________

ISBN 5-98298-125-7 ©Томский политехнический университет 92 Сборник тезисов докладов IV международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности»

Секция 4 – Химическая технология редких, рассеянных, радиоактивных элементов и материалов на их основе

РЕКТИФИКАЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ

СИСТЕМЫ REF6 – REF7 – REOF5 – HF Амелина Г.Н., 1 Жерин И.И., 1Оствальд Р.В., 1Усов В.Ф., 2 Рудников А.И.

Томский политехнический университет, ФГУП «Сибирский химический комбинат»



Pages:     | 1 || 3 | 4 |
Похожие работы:

«Комиссия Межсоборного Присутствия Русской Православной Церкви по вопросам церковного управления и механизмов осуществления соборности в Церкви священник Михаил КОНЮХОВ, магистр богословия, клирик Троицкого храма города Реутова Московской области ХИРОТЕСИИ – ПЕРЕЖИТОК ПРОШЛОГО ИЛИ НАС...»

«Региональная экономика 51 УДК 338.2:332.14 БЖИТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ПОДХОДЫ К ОПРЕДЕЛЕНИЮ РЕГИОНАЛЬНОГО ЕГБГ РОП ЕН.Ь Р. А,В Я Н МАРКЕТИНГА КАК МЕХАНИЗМА СТИМУЛИРОВАНИЯ СОЦИАЛЬНОЭКОНОМИЧЕСКОГО РАЗВИТИЯ РЕГИОНА. Бережная И.В., Горбань Г.П. Рассмотрены теоретические подходы к определению "региональный маркетинг". Раскрыто внутренн...»

«Описание услуг BMW ConnectedDrive и Публичная оферта ООО "БМВ Русланд Трейдинг" в отношении оказания услуг BMW ConnectedDrive Услуги BMW ConnectedDrive. Описание услуг.1. Общие сведения Общество с ограниченной ответственностью "БМВ Русланд Трейдинг" (ООО "БМВ Русланд Трейдинг"), ОГРН 1037739414844, ИНН 7712107050, адрес места н...»

«ВЕДЕНИН ЕВГЕНИЙ ИГОРЕВИЧ Лазерная система контроля аэрозольных выбросов при производстве цемента 05.11.13 Приборы и методы контроля природной среды, веществ, материалов и изделий ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель: доктор физико-математических наук, профессор ШЕМАНИН ВАЛЕРИЙ ГЕНН...»

«УДК 535.417 ДАТЧИКИ ПЕРЕМЕЩЕНИЙ С ДВУМЕРНОЙ ДИФРАКЦИОННОЙ РЕШЕТКОЙ Юрий Цыдыпович Батомункуев Сибирская государственная геодезическая академия, 630108, Россия, г. Новосибирск, ул...»

«Федеральное агентство по образованию Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Ухтинский государственный технический университет Изучение интерференции лазерного света в толс...»

«УТВЕРЖДЕН приказом Министерства труда и социальной защиты Российской Федерации от "" 2014 г. №_ ПРОФЕССИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ "Специалист в области проектирования систем газоснабжения объектов капитального строительства" Регистрационный номер I. Общие сведения Проектирование систем газоснабжения объектов к...»

«Научный журнал КубГАУ, №99(05), 2014 года 1 УДК 621.314 UDC 621.314 ИНВЕРТОРЫ СОЛНЕЧНЫХ ЭЛЕКТРОSOLAR POWER INVERTER WITH IMPROVED СТАНЦИЙ С УЛУЧШЕННЫМИ ТЕХНИЧЕPERFORMANCE СКИМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ Григораш Олег Владимирович Grigorash Oleg Vladimirovich д.т.н., п...»

«Гарантийныеобязательства. При покупке убедительно просим Вас внимательно изучить основную инструкцию по эксплуатации и проверить правильность XTC150 заполнениягарантийноголиста. Срок гарантии 12 (двенадцать) месяцев с момента покупки (гарантия батареи 6 месяцев). Гарантия не распространяется на...»

«Приложение к Свидетельству Ме СОГЛАСОВАНО Ци си СНИИМ ГУП "СНИИМ " В. И. Енграфов Г. Внесе. Г ственный Счетчики электрической энергии реестр средств измерений, трех фазные статические 444 4 о (О Ри...»

«НОВЫЕ ПОСТУПЛЕНИЯ СТАНДАРТОВ МЭК В ФЕДЕРАЛЬНЫЙ ИНФОРМАЦИОННЫЙ ФОНД ТЕХНИЧЕСКИХ РЕГЛАМЕНТОВ И СТАНДАРТОВ (ВЫПУСК № 03 2014) СТАНДАРТЫ МЭК 01 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ. ТЕРМИНОЛОГИЯ. СТАНДАРТИЗАЦИЯ. ДОКУМЕНТАЦИЯ 01.040.29, 29.020 IEC 60050-903(2013) Международный электротехнический словарь. Часть 903. Оценка риска...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ" Институт Институт элелектронного обучения Специальность 140211.65/Электр...»

«статьи Экономический потенциал инновационного развития стран в интеграционных процессах СНГ, ЕврАзЭС и ЕЭП А.И. Поболь Анна Игоревна Поболь – к.э.н., доцент кафедры теоретической и институцион...»

«Государственные нормативы в области архитектуры, градостроительства и строительства СТРОИТЕЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА РК ЕСТЕСТВЕННОЕ И ИСКУССТВЕННОЕ ОСВЕЩЕНИЕ СНиП РК 2.04-05-2002* Издание официальное Комитет по делам строительства Министерства индустр...»

«Код УдК: 52, 338.28 Круглый стол "КосМиЧесКие иссЛедоВаниЯ и инноВаЦии" докладчик: Борисов Всеволод Васильевич, канд. физ.-мат. наук, ведущий научный сотрудник отдела проблем глобализации...»

«Предисловие 1 РАЗРАБОТАНА Проектно-конструкторско-технологическим бюро железнодорожной автоматики и телемеханики филиалом открытого акционерного общества "Российские железные дороги" (ПКТБ ЦШ ОАО "РЖД") ОАО "РЖД", 2011 Воспроизведение и/или распространение настоящей технологии, а также ее применение сторонними орг...»

«УДК 314.7(597) Динь Ха Ми Dinh Ha My аспирант кафедры социологии и социальной работы PhD student, Иркутского национального исследовательского Social Science and Social Work Department, технического университета Irkutsk National Research Technical University ИСТОР...»

«БИЗНЕС-ПЛАН "СТРОИТЕЛЬСТВО И МОДЕРНИЗАЦИЯ РЫБОПЕРЕРАБАТЫВАЮЩЕЙ ИНФРАСТРУКТУРЫ" ИНИЦИАТОРЫ ПРОЕКТА Калининград, 2015 г. ОГЛАВЛЕНИЕ 1. РЕЗЮМЕ ИНВЕСТИЦИОННОГО ПРОЕКТА 5 2. КРАТКИЙ АНАЛИЗ ОТРАСЛИ В МАСШТАБЕ КАЛИНИНГРАДСКОЙ ОБЛАСТИ 7...»

«29.04.2015 подписано председателем Окружной комиссии по вопросам градостроительства, землепользования и застройки при Правительстве Москвы в ЮгоВосточном административном округе города Москвы ЗАКЛЮЧЕНИЕ по результатам публичных слушаний по проекту планировки территории, ограниченной 1-ым Грайвороновски...»

«ММП-2М Мобильный модуль памяти ММП – 2М Руководство по эксплуатации СПЦМ. 426469.010 РЭ ООО “Специум ЛТД“ 2006 Мобильный модуль памяти ММП-2М Руководство по эксплуатации Введение Настоящее руководство по эксплуатаци...»

«НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ ПРИКЛАДНОЙ ЭЛЕКТРОНИКИ УСТРОЙСТВО УПРАВЛЕНИЯ НАСОСНЫМИ УСТАНОВКАМИ ПОВЫШЕНИЯ ДАВЛЕНИЯ ГРАНДИС АКН -S г. Киев Содержание 1 ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ..3 2 НАЗНАЧЕНИЕ..3 3 НОМЕНКЛАТУРА ИЗДЕЛИЙ И КОМПЛЕКТ ПОСТАВКИ...»

«Международная научная конференция "ОБЩАЯ ИСТОРИЯ ЕДИНЕНИЯ НАРОДОВ. РОЛЬ ЛИДЕРОВ КАЗАХСТАНА И БЕЛАРУСИ В СТАНОВЛЕНИИ И РАЗВИТИИ НЕЗАВИСИМЫХ ГОСУДАРСТВ" ПРОГРАММА Республика Беларусь, г. Минск, 25 марта 2015 года Хрусталв Борис Михайлович, академик НАН Беларуси, доктор технических наук, профессор, ректор БНТУ –...»

«"ТЕПЛОКОМ"ВЫЧИСЛИТЕЛЬ КОЛИЧЕСТВА ГАЗА ВКГ–2 Руководство по эксплуатации РБЯК.400880.032 РЭ Редакция 4.4 www.teplocom.nt-rt.ru c. 2 Руководство по эксплуатации ВКГ-2 С О Д Е Р ЖАН И Е 1 Введение 2 Назначение 3 Технические...»

«СЕРКОВ Леонид Александрович Кандидат физико-математических наук, доцент, заведующий кафедрой прикладной информатики Уральский институт бизнеса 620014, РФ, г. Екатеринбург, пер. Центрального Рынка, 6...»

«БОБОЗОДА Шавкат ИНТЕНСИФИКАЦИЯ ТЕХНОЛОГИИ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ЗОЛОТА ЦИАНИРОВАНИЕМ СМЕШАННЫХ ЗОЛОТОСОДЕРЖАЩИХ РУД МЕСТОРОЖДЕНИЙ ТАДЖИКИСТАНА Специальность 05.16.02 – "Металлургия черных,...»

«УДК 338.45.01 ЭКОНОМИЯ МАТЕРИАЛЬНЫХ ЗАТРАТ ПРЕДПРИЯТИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ МЕТОДА ОПТИМАЛЬНОГО РАСКРОЯ МАТЕРИАЛА Е.С. Стрелец, студентка магистратуры 1-го года ИФЭМ ФГБОУ ВО "Калининградский государственный технический университет" Актуальность темы заклю...»

«Министерство образования и науки Российской Федерации федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ" Институт Кибернетики Направление подготовки 09.03.01 Информатика и вычислительная техника Кафедра Информатики и проектирования...»

«ОЦЕНКА СЕЙСМОСТОЙКОСТИ СУЩЕСТВУЮЩИХ ЗДАНИЙ Кабанцев О.В.,к.т.н. (ГОУ ВПО МГСУ) Тонких Г.П., д.т.н.(Центр защитных мероприятий ФГБУ ВНИИ ГОЧС (ФЦ) Оценка сейсмостойкости существующих зданий Динамика изменений площадей территорий сейсмоопасны...»

«ГОРНО-А Л ТАЙСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ М ИНИСТЕРСТВА О БРА ЗОВ АНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ А. Н. Дмитриев, А. В. Шитов ТЕХНОГЕИНОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ПРИРОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ ЗЕМЛИ Ответственный редактор доктор технических наук В. В. Кузнецов Новосибирск Издательский дом "Манускрипт" УДК 550.37/.38+ 624.131:551.3...»








 
2017 www.lib.knigi-x.ru - «Бесплатная электронная библиотека - электронные материалы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.